失水事故相关论文
为了解矩形窄缝通道在失水事故(LOCA)下底部再淹没过程中的热工水力特性,在不同实验条件下开展再淹没实验研究.矩形窄缝通道由2块......
失水事故下堆芯余热排出时,板状燃料元件表面因冷却剂引入负溶解度盐杂质而发生污垢沉积,导致传热性能恶化甚至堵塞通道.为研究矩......
使用基于深度学习的卷积神经网络(Convolutional Neural Network,CNN)和卷积长短期记忆(Con-volutional Long-Short Term Memory,C......
在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上,开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型,并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临......
文中首先对AP1000设备鉴定(EQ)的要求,包括地震和环境鉴定要求,主要为热,辐照、电磁和无线电干扰(EMI/RFI)和LOCA等,进行了简要的......
用RELAP5程序分析了中国先进研究堆(CARR)高温高压试验回路的小破口失水事故。结果表明，在安注系统可正常投入的情况下，回路在所有工......
采用法国辐射防护与核安全研究院(IRSN)和德国Gesellschaft F(u)r Anlagen-UndReaktorsicherheit(GRS)开发的整体严重事故源项分析......
当反应堆发生大破口失水事故(LOCA)或主蒸汽管道断裂事故(MSLB)时，大量高能流体从破口泄出，直接进入安全壳，导致安全壳内的环境温度和......
失水事故(LOCA)是在役反应堆压力容器(PRV)最严重的事故工况,当冷的安注水由进口管强行注入PRV筒身的下行水道(downcomer)时,容器......
本文使用CATHARE-Ⅱ/Ⅴ1.5B程序对大亚湾900MW核电站进行了无高压安注冷段中破口(10英寸和6英寸)失水事故分析.分析结果表明:堆芯......
核反应堆设计中,为了保证结构的安全,把反应堆主回路管道的失水事故作为设计基准事故考虑。然而在核电站的整个寿期内,发生这种事......
小型模块式反应堆ACP100采用了非能动安全和模块化设计技术,可用于地区集中供暖、海水淡化和核动力商船等多个方面.其中,非能动安......
失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的......
使用有限元软件ANSYS建立某核电厂反应堆厂房内部结构三维模型,并根据工艺条件图所示的设备、管道支承位置施加单位荷载以计算相应......
压水堆核电站配置有一套完善的堆芯水位测量装置,用于全范围的堆芯水位监测。以便在正常工况、失水事故工况下实时监测堆芯淹没情......
一、前言用于核燃料包套的锆_4合金管,在使用条件下,管内有燃料的热膨胀和裂变气体等压力(P内)的作用;管外有冷却介质水的压力(P......
压力脉动是引起核主泵产生振动、噪声等不稳定现象的重要因素,严重的脉动会导致核事故的发生.随着核电事业的快速发展,为使核岛安......
在磁约束聚变堆中,包层是实现能量转换和氣增殖的关键部件,为有效提高氣增殖比和能量放大倍数,课题组提出了一种采用天然铀作为中......
锆合金在高温高压水中具有较好的耐腐蚀性能,以及具有足够的高温强度等特点,是当前水冷核反应堆唯一采用的燃料元件包壳材料。锆合......
近年来,核电领域开展了非能动技术的广泛研发和工程应用。对非能动压水堆而言,当发生失水事故时,其安全系统的运行特性和传统压水......
锅炉汽包液位是锅炉正常运行的重要工艺指标,也是安全生产的主要条件.液位过高,由于上部空间减少,影响汽、水分离,蒸汽产生带液现......
原子核反应中释放出来的能量，叫作核能。它是20世纪50年代开始利用的能源，核电站就是利用核反应堆工作时释放出来的热能使水汽化以推......
一、引言 为了确保核电站反应堆的安全传热,许多学者研究了模拟压水堆均匀发热堆芯燃料元件在失水事故下的传热情况,但实际上由于......
前言 当前反应堆安全研究工作主要集中在失水事故上。堆芯危急冷却系统的任务是提供必要的冷却条件,以保证元件在事故情况下不致......
本文在分析压水堆小破口失水事故中蒸汽发生器回流冷凝传热机理的基础上，针对界面切应力的影响，修正了Ｎｕｓｓｅｌｔ冷凝传热模型，并成功地编制了计......
本文介绍了国外开展低流速下临界热流密度实验研究的概况，通过对两个常用于低流速下临界热密度（ＣＨＦ）预测的经验关系式的分析，说明了进一步......
在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也......
从动力系统讲,柴电潜艇和水面舰艇所用柴油机有无区别?海:总的讲没有太大区别,只是潜艇用柴油机排气的背压要求相对高一些。潜艇柴......
一、前言Zr-4合金具有优良的物理性能、机械性能,良好的耐蚀性、较低的吸氢率,在现今反应堆的建造中用作压水堆燃料元件的包壳材......
最大可信事故是反应堆选址、设计和安全评价中必须考虑的重要问题。本文从辐射安全角度出发评述了压水堆最大可信事故的几率和过程......
第一部分核安全监督管理(A)核安全管理及法规 防_l[:和缓解核电站严重事故的对策 核工业辐射安全的回顾与展望 秦山核电厂的安全设......
压水堆发生失水事故时，从喷放开始到发生临界热流密度ＣＨＦ这一段时间称为临界时间ｔＣＨＦ·ｔＣＨＦ决定了安全保护系统必须投入的时间，因此正确计算ｔＣＨＦ非常......
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两相混合液位是某些热力设备和化工设备必须监测的重要参数。在小破口失水事故的安全试验研究时,两相混合液位可用于监测堆芯元件......
在我国核电厂的安全审评过程中,主要采用确定论法,对设计基准事故(DBA)进行安全审评分析计算,以鉴定安全设施的功能和评价核电厂......
在我国第一个模拟核电厂系统试验装置(高温高压综合实验装置上),开展自然循环试验和小破口失水事故试验研究,这将为我国核电安全......
在地震和失水事故情况下堆芯燃料组件的动力响应程序——FAMSAP主要由两个程序块组成,并包括一个绘图程序。FAMSAP=FAMREC+FAFRES......
PMK-NVH装置是匈牙利模拟苏式WWER-440压水式反应堆的热工水力整体实验回路。该装置的模拟比为1:2070,只设有一个环路,采用直接通......
在核电厂的安全审评过程中,执照申请者和审评人员都必须独立地分析计算DBA的放射性后果。为此我们编制了程序包NPPACT,用来计算一......
BETHSY装置是法国建造的一个体积比为1/100的三环路压水堆整体模拟台架。ISP-27是OECD原子能机构组织的一次以BETHSY装置上的一个......
